Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Saneamiento Rural en Sepahua, Ucayali (Selva Sur de Perú). Proyecto de 104 Núcleos Húmedos de Higiene en cuatro Barrios Ribereños de Villa Sepahua

El presente Trabajo Fin de Master (TFM) está inserto dentro del Programa Sepahua-Agua que Energía Sin Fronteras (ESF) desarrolla a petición de la Municipalidad peruana de Sepahua, Ucayali. El TFM es el proyecto de instalación domiciliaria y saneamiento de la primera fase de dicho programa. El Programa Sepahua-Agua surge por la preocupación de los habitantes rurales y de la municipalidad de Sepahua por la calidad del agua que tienen, tanto por el acceso al agua potable como del tratamiento de sus residuos, y que es la causante de los problemas de desnutrición infantil que la población está padeciendo. Ante la falta de capacitación técnica para resolver el problema la municipalidad de Sepahua solicitó ayuda a la ONG española ESF, que ya había trabajado en esta localidad ayudando a la Misión Dominica de El Rosario de Sepahua y que actúa de contraparte en el programa. El programa se divide en dos fases: la primera se centra en aportar una solución de agua y saneamiento para cuatro barrios ribereños de la Villa de Sepahua: San Fernando, Santa Elena, San Felipe y Santa Rosa. La segunda fase buscará la posibilidad de ofrecer a otras comunidades de la ribera del Río Urubamba el proyecto realizado en la primera fase como una solución ejecutable. La primera fase del programa empezó hace año y medio. Tras unos meses de estudio de la situación desde Madrid, se entendió como imprescindible mandar a dos técnicos para que realizaran la toma de datos necesaria para poder seguir adelante. Los dos voluntarios de ESF que fuimos a trabajar en terreno somos también alumnos del Master en Tecnología para el Desarrollo Humano y la Cooperación. Durante la estancia de seis meses se alcanzaron los siguientes resultados: una descripción topográfica de la zona del proyecto, ubicando cada vivienda de los Barrios Ribereños, sus instalaciones de agua y saneamiento actuales, las quebradas o manantes de la zona y los pozos existentes; un análisis del agua y obtención del caudal de las quebradas que se vieron como posibles captaciones; un diagnóstico de la situación actual respecto al agua y saneamiento en los Barrios Ribereños; una identificación social para conocer las peculiaridades sobre su organización social, el manejo del agua que tienen en cada barrio, su cultura del agua, sus prácticas higiénicas y el nivel de salud en el que viven; un taller de diseño con la población para conocer su opinión sobre las futuras instalaciones que se construirán en las viviendas. Con estos datos se ha podido elaborar el diseño de la solución técnica para los cuatro barrios ribereños que consiste en: una captación de agua; su acumulación y reserva en depósitos; la distribución de agua ya tratada y clorada en cada domicilio; un Núcleo Húmedo de Higiene en cada vivienda como instalación domiciliaria; el saneamiento de cada uno de esos Núcleos Húmedos de Higiene. A su vez durante la primera fase también se realizarán los siguientes trabajos: la ejecución de la solución técnica; formación de la población para que adquieran los conocimientos que les ayuden a tener conciencia de la importancia de las buenas prácticas de higiene y cuiden y obtengan el mejor uso posible de su nueva instalación; una estrategia de sostenibilidad como propuesta de administración, operación y mantenimiento teniendo en cuenta a los pobladores de los barrios; una estrategia de implementación del sistema; el monitoreo y la evaluación del proyecto ejecutado por parte de ESF. En resumen, el presente TFM se centra en el proyecto de la primera fase que consiste en: los Núcleos Húmedos de Higiene como instalación domiciliaria; el saneamiento de estos núcleos; los demás aspectos relativos a los Núcleos Húmedos de Higiene como su mantenimiento, control, buen uso por parte de la población… El proyecto de captación, reserva, cloración y distribución del agua, también presentes en la primera fase del programa, son tratados en el TFM de Alba Gómez Calvo, alumna también del Master en Tecnología para el Desarrollo Humano y la Cooperación. Ambos TFM se complementan entre si y conjuntamente forman la primera fase del Programa Sepahua-Agua.

Los medios mecánicos y las técnicas de la ingeniería

A pesar los graves condicionamientos socio-económicos y energéticos, se observa una demanda creciente de medios mecánicos y de sofisticación de los mismos, a nivel mundial. Los años 60 suponen un importante empuje en el desarrollo de medios mecánicos, siendo el momento de despegue de la U.C. Davis con el Dept. of Agricultural Engineering. En este momento se establece la llegada de Ingenieros y Científicos agrarios españoles a California. Los programas de colaboración desde aquel momento hasta hoy impulsan varios de los avances desde nuestro punto de vista más importantes en la mecanización de la agricultura española, recolección de frutos con vibradores; sistema mecanizado integrado de producción de lechugas, siembra y recolección mecánica del tomate para industria y producción y utilización de biogás a partir de residuos agrícolas. Otros temas más recientes tratan de dar respuesta a nuevos problemas como: sistemas más económicos y apropiados de laboreo del suelo, evaluación de la calidad de frutas y hortalizas, recolección y manejo no destructivos de frutos. Se incorpora cada vez más una visión sistemática e integrada de la mecanización agraria. La interacción entre los materiales biológicos, los medios mecánicos y el hombre es apreciada como un todo, el cual tiende a desarrollarse de forma unificada.

Fukushima: el plan de estabilización y control de la central

Se describen de forma panorámica los pasos e hitos principales que comprende el plan de estabilización y recuperación de la central de Fukushima-Daiichi, con los logros alcanzados hasta conseguir una refrigeración estable y llegar a la parada fría de los reactores, mantener la refrigeración de las piscinas, detener prácticamente por completo de las descargas radiactivas, gestionar y reutilizar cantidades enormes de agua contaminada, limpiar el emplazamiento y aislar la unidad 1. También se presentan sucintamente las etapas previstas posteriormente hasta llegar al desmantelamiento de la central, pasando por la extracción del combustible de las piscinas, y en una fase posterior mucho más delicada, del material fundido de los núcleos de los reactores y el resto de materiales y residuos altamente radiactivos.

Control de la Fusariosis vascular en clavel en el suroeste de España mediante la biodesinfección del suelo.

El presente trabajo presenta una evaluación de las alternativas no químicas al 1,3 dicloropropeno + cloropicrina (AGROC) usado para el control de la fusariosis vascular en clavel en campos experimentales del suroeste de España. Esta enfermedad ha sido un factor limitante en todas las regiones del mediterráneo para poder mantener el cultivo durante 2 años. Tiempo éste necesario para obtener un rendimiento económico aceptable. La desinfección del suelo está basada en el compostado de la materia orgánica, que combinada o no con la solarización, es agrupada bajo la denominación de biodesinfección. Los tratamientos evaluados fueron: compost de alperujo con o sin solarización (31días), compost de residuos post-cosecha de clavel y crisantemo con y sin solarización, compost de residuos post-cosecha de clavel y crisantemo + gallinaza con y sin solarización. La gravedad de la enfermedad y la producción de flores se evaluaron semanalmente durante los 2 años que duró el experimento. Los resultados mostraron que la biodesinfección del suelo utilizando compost de clavel y crisantemo + gallinaza + solarización confiere una aceptable protección contra la fusariosis vascular durante los 2 años que dura el cultivo. La producción fue significativamente mayor que en cualquier otro de los tratamientos. Los resultados además sugieren que la adición de la gallinaza y el uso del polietileno estándar de alta densidad (HDPE) de forma conjunta fueron el factor clave en el éxito de la desinfección. No hubo efecto de la solarización sola, posiblemente debido a la época en la cual se aplicó

Aproximación metodológica al cálculo de huella de carbono y huella ecológica en centros universitarios: el caso de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Montes de Madrid

El modelo económico imperante en nuestro mundo a lo largo del siglo XX ha conducido a un alto desequilibrio social y económico. Las consecuencias medioambientales de estos desequilibrios comienzan a aflorar, teniendo como principales protagonistas la crisis de recursos naturales básicos que experimentan muchos países, especialmente los que presentan menor grado de desarrollo, así como el conocido fenómeno del cambio climático. Con este telón de fondo, aparecen dos indicadores de sostenibilidad denominados “Huella Ecológica” y “Huella de Carbono” capaces, en el caso de la Huella Ecológica de cuantificar la demanda de recursos naturales de cualquier objeto en estudio en comparación con el potencial productivo del planeta, y en el caso de la Huella de Carbono de cuantificar las emisiones de gases de efecto invernadero asociadas al patrón de consumo establecido por dicho objeto en estudio. Sin embargo, la proliferación actual de metodologías y criterios para la estimación de estos indicadores pone de manifiesto la necesidad de establecer criterios únicos y convergentes en la aplicación práctica de los cálculos de Huella Ecológica y Huella de Carbono que permitan desarrollar todo el potencial de ambos indicadores. En este Proyecto Fin de Carrera se ha aplicado un método para el cálculo de la Huella Ecológica y la Huella de Carbono aplicable en centros universitarios, que a través de un análisis de su actividad económica y de la elaboración de un inventario de uso de suelo y de generación de residuos, permite evaluar la posición medioambiental de dicho centro respecto a su nivel de consumo de recursos y generación de emisiones. La aplicación de este modelo a la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Montes de Madrid ha arrojado interesantes resultados, que cifran en 2.724 toneladas de CO2 su Huella de Carbono y en 948 hectáreas globales su Huella Ecológica, referidas ambas al año 2010. Estas cifras revelan que la posición medioambiental de la Escuela de Ingenieros de Montes de Madrid está en línea con la de otros centros universitarios españoles a la vez que sirven para poner a la citada Escuela en la órbita de otros centros nacionales e internacionales que ya han calculado sus respectivas huellas en un ejercicio de búsqueda de sostenibilidad en el entorno universitario.

Propuesta de sistema de sellado para el vertedero "Altkörper de Vorketzin" en su fase final de vida útil

El presente Trabajo Fin de Carrera (TFC) se centra en ofrecer una propuesta eficiente y económica para el sistema de sellado del vertedero Altköper del emplazamiento de Vorketzin en Alemania, considerando particularmente las alternativas existentes para la constitución de las capas impermeables. Esta propuesta está siendo llevada a cabo por la empresa MEAB (Märkische Entsorgunsanlagen Betriebsgesellschaft/ Sociedad mercantil de eliminación de residuos) tomando como referencia los resultados obtenidos en parcelas de experimentación situadas en el vertedero Deetz de condiciones climáticas similares. El informe técnico de esta propuesta se ha elaborado en el marco de un proyecto de colaboración entre la empresa MEAB y la Facultad de Ciencias Agrarias y Naturales (Landwirtschaftlich-Gärtnerischen Fakultät) de la Universidad Humboldt de Berlín, por la alumna autora , becaria Erasmus con fines de Realización Proyecto Fin de Carrera, de la Universidad Politécnica de Madrid.

Desmantelamiento del experimento EB

Este proyecto consiste en la fase de desmantelamiento de un experimento que se ha ido desarrollando por la empresa AITEMIN en colaboración con multitud de empresas internacionales del ámbito de la eliminación de residuos radioactivos de alta actividad y se desarrolla en el laboratorio subterráneo de Mont Terri en Suiza. En el proyecto se describirán todas las partes del experimento y se procederá a establecer el procedimiento a utilizar para su desmantelamiento, explicando exhaustivamente los pasos a realizar por las personas responsables de la desmantelamiento. ABSTRACT This project involves the dismantling phase of an experiment that has been developed by the company AITEMIN in collaboration with many international companies in the field of radioactive waste disposal and develops high activity in the Mont Terri underground laboratory in Switzerland. The project will describe all parts of the experiment and proceed to establish the procedure to be used for dismantling, thoroughly explaining the steps to be performed by the persons responsible for the dismantling

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Efficient adaptive methods based on adjoint equations and truncation error estimation for unstructured grids

El propósito de esta tesis es la implementación de métodos eficientes de adaptación de mallas basados en ecuaciones adjuntas en el marco de discretizaciones de volúmenes finitos para mallas no estructuradas. La metodología basada en ecuaciones adjuntas optimiza la malla refinándola adecuadamente con el objetivo de mejorar la precisión de cálculo de un funcional de salida dado. El funcional suele ser una magnitud escalar de interés ingenieril obtenida por post-proceso de la solución, como por ejemplo, la resistencia o la sustentación aerodinámica. Usualmente, el método de adaptación adjunta está basado en una estimación a posteriori del error del funcional de salida mediante un promediado del residuo numérico con las variables adjuntas, “Dual Weighted Residual method” (DWR). Estas variables se obtienen de la solución del problema adjunto para el funcional seleccionado. El procedimiento habitual para introducir este método en códigos basados en discretizaciones de volúmenes finitos involucra la utilización de una malla auxiliar embebida obtenida por refinamiento uniforme de la malla inicial. El uso de esta malla implica un aumento significativo de los recursos computacionales (por ejemplo, en casos 3D el aumento de memoria requerida respecto a la que necesita el problema fluido inicial puede llegar a ser de un orden de magnitud). En esta tesis se propone un método alternativo basado en reformular la estimación del error del funcional en una malla auxiliar más basta y utilizar una técnica de estimación del error de truncación, denominada _ -estimation, para estimar los residuos que intervienen en el método DWR. Utilizando esta estimación del error se diseña un algoritmo de adaptación de mallas que conserva los ingredientes básicos de la adaptación adjunta estándar pero con un coste computacional asociado sensiblemente menor. La metodología de adaptación adjunta estándar y la propuesta en la tesis han sido introducidas en un código de volúmenes finitos utilizado habitualmente en la industria aeronáutica Europea. Se ha investigado la influencia de distintos parámetros numéricos que intervienen en el algoritmo. Finalmente, el método propuesto se compara con otras metodologías de adaptación de mallas y su eficiencia computacional se demuestra en una serie de casos representativos de interés aeronáutico. ABSTRACT The purpose of this thesis is the implementation of efficient grid adaptation methods based on the adjoint equations within the framework of finite volume methods (FVM) for unstructured grid solvers. The adjoint-based methodology aims at adapting grids to improve the accuracy of a functional output of interest, as for example, the aerodynamic drag or lift. The adjoint methodology is based on the a posteriori functional error estimation using the adjoint/dual-weighted residual method (DWR). In this method the error in a functional output can be directly related to local residual errors of the primal solution through the adjoint variables. These variables are obtained by solving the corresponding adjoint problem for the chosen functional. The common approach to introduce the DWR method within the FVM framework involves the use of an auxiliary embedded grid. The storage of this mesh demands high computational resources, i.e. over one order of magnitude increase in memory relative to the initial problem for 3D cases. In this thesis, an alternative methodology for adapting the grid is proposed. Specifically, the DWR approach for error estimation is re-formulated on a coarser mesh level using the _ -estimation method to approximate the truncation error. Then, an output-based adaptive algorithm is designed in such way that the basic ingredients of the standard adjoint method are retained but the computational cost is significantly reduced. The standard and the new proposed adjoint-based adaptive methodologies have been incorporated into a flow solver commonly used in the EU aeronautical industry. The influence of different numerical settings has been investigated. The proposed method has been compared against different grid adaptation approaches and the computational efficiency of the new method has been demonstrated on some representative aeronautical test cases.